본 연구는 혹한기 결빙 방지를 위한 열회수형 환기장치의 개발에 관한 연구로써, 개발에 필요한 내부 리턴 댐퍼를 최적화하여 적용하기 위하여 전산유체해석(Computational Fluid Dynamics)을 수행하였고 이를 바탕으로 실험을 위한 시제품을 만들어 혹한기 결로 및 결빙실험을 수행하였다. 배기 재순환 비율이 최대가 되는 최적의 내부 리턴 댐퍼를 설계하기 위하여 총 16 model의 전산유체해석을 수행하였다. 전산유체해석 결과 외기에 대한 배기 재순환 비율은 59.9% ~ 62.3%로 나타났다. 외기온도(Outdoor Air Temperature)가 $-15^{\circ}C$ 이상에서는 배기 재순환 운전과 통상 운전 모두 결로와 결빙이 발생하지 않았다. 그러나 외기온도가 $-20^{\circ}C$에서는 내부 리턴 댐퍼를 $45^{\circ}$ 열어 배기 재순환 운전을 하여야 결로와 결빙이 발생하지 않았다. 혹한기 결빙 방지를 위한 열회수형 환기장치는 외기온도에 따라 통상 운전 모드와 배기 재순환 운전 모드의 두 가지 운전모드로 운전하여야 한다. 외기온도가 $-15^{\circ}C$보다 높을 경우에는 통상 운전 모드로 작동하고 외기온도가 $-15^{\circ}C$보다 낮을 경우에는 재순환 운전 모드로 작동하는 열회수형 환기장치의 운전 알고리즘을 개발하여 적용하였다.
본 논문에서는 기존의 PSA기법인 사건수목/고장수목의 단점을 보완한 동적 신뢰성 평가도구인 DYLAM방법론을 이용해서 참조원전$^{[1]}$ 소외전원 상실사고시 노심노출 사고발생 빈도를 평가하였다. 부분충수 운전시 발생될 수 있는 노심의 노출을 예방하기 위한 운전원의 여러가지 조치들의 오류가능성애 대한 민감도 계산을 수행하였다. 민감도 분석의 결과 일차 충전 및 유출운전 (Feed and B띤) 인적오류가 노심노출 사고발생 빈도에 가장 큰 영향을 미치는 것으로 분석되었으며 정지생각계통 기능회복을 위한 조치는 상대적으로 적은 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 또한 정지/저출력으로 운전하는 부분충수 운전시 전 출력에 비하여 노심노출올 무시할 수 없음도 보여주었다.
원자력 발전소의 운전환경에 따른 노화손상은 발전소 운전 내력에 연류된다. 통상SCC는 40년 또는 40년 이하의 수명을 가정하여 이에 따른 설계 여유도나 안전 계수를 기초로 하여 설계된다. 그러나 설계여유도나 안전계수는 운전중 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 수명평가를 위해서는 초기설계치 및 잔여수명이나 실제 설계치의 변화 등을 평가하여야 한다. 주요 물성치 및 손상 매개변수의 실제 변경 상황은 수명기간 설정에 근간이 된다. SSC의 수명평가를 위해 재료의 노화손상은 철저히 파악되어야 한다. 또한 기계적 하중, 열적하중 등의 노화 촉진요인과 정상운전 및 시험도 노화손상에 영향을 미치므로 이들에 대해 상세 평가를 수행하여야 한다. 수명평가는 운전환경 및 노화촉진요인들과 밀접한 관련이 있으므로, SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적 으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 설계, 제작, 설치, 시험, 운전상태 및 보수주기 등에 대한 정보파악이 선행되어야 한다.
본 논문은 에너지 절감차원에서 단상 유도 동기전동기의 효율을 개선하는 설계를 수행하였다. 회전자에 삽입되는 영구자석의 길이와 위치의 결정, 운전 시고효율과 원활한 기동을 위한 운전 및 기동 커패시터의 값의 산정을 통하여 설계를 수행하였으며 이를 시작품 제작하여 실험으로서 설계의 타당성을 검증하였다.
제한 제어 계통은 원자력발전소의 주요계통의 운전상태를 감지하여 운전변수들의 이상 기동이 예상되면 적절한 제한조치를 자동으로 수행하여 원자로 트립이 일어나는 것을 미연에 방지한다. 한 계통의 고장으로 인한 이상상태가 발생하면 국부제어기는 그 국소성 때문에 그 상황을 제대로 다루지 못할 경우가 생긴다. 따라서 고장의 원인을 정확히 파악하고 그에 대한 적절한 대처를 할 수 있는 높은 수준의 지능적 제한 재어 알고리즘이 필요하게 되며 이를 위하여 본 연구에서는 칼만 필터를 이용하여 원전의 상태변수를 추정하고 퍼지로직을 이용하여 고장을 파악하고 적절한 조치를 수행할 수 있는 제한 제어 알고리즘을 개발하였다. 이를 영광 3/4호기 원전의 이상 상태에 대하여 모의 적용함으로써 그 유용성을 보여주었다.
현재 국내에서 관심이 고조되고 있는 원전 연장운전 방안의 일환으로, 주요 기기의 기술적 타당성 검토 대상기기 중 하나인 원자로 냉각재 배관 노즐의 피로수명 평가를 수행하였다. 본 노즐의 피로수명 평가는 원자로 냉각재 계통 노즐의 최종 설계문서에 제시된 응력해석 결과를 참조하여 ASME Code, Sec III의 절차에 따라 수행하였으며, 평가결과 이들 노즐의 설계수명 30년을 향후 40년 또는 그 이상 연장 운전할 경우에도 무리가 없는 것으로 판단된다.
최근 세계 각 국에서는 노후된 원전의 연장운전과 관련하여 주요기기의 손상진단 또는 수명평가를 통한 지속적인 안전성 보장과 원전의 정비계획 수립, 효율적인 원전이용 등을 위하여 기기의 손상평가 및 성능감시를 수행할 수 있는 각종 감시시스템을 개발하고 있다. 국내의 경우도 발전소 가동년수 증가와 함께 안정적인 전력수급을 위해 연장운전에 대한 타당성 검토를 수행한 바 있으며, 그 후속연구도 진행될 예정으로 있어 발전소를 구성하고 있는 주요 기기의 안전성 확보와 신뢰도 향상이 요구되고 있다. 이러한 측면에서 Prototype 형태로 기기 건전성 평가에 활용할 수 있는 과도상태, 조사취화, 피로손상, 균열성장 및 부식손상 평가모듈을 개발하고, 이를 통합하여 원자력 발전소 종합 진단감시시스템을 구축하였다.
우리나라에서 음주운전으로 인한 교통문제는 예전부터 꾸준히 야기되어 왔고 지속적인 관심과 연구를 통해 대책을 마련해 왔음에도 불구하고 여전히 음주운전 적발건수는 증가추세이다. 음주운전에 대한 억제방안을 마련하기 위해 일반운전자와 음주운전자의 차이를 검증한 연구는 많이 수행되었으나 음주운전자만을 대상으로 한 연구는 미흡한 실정이었다. 음주운전은 일반운전자와 음주운전자와도 차이를 보이지만 음주운전자 중에서도 습관적 음주운전자와 비습관적 음주운전자는 차이가 있기 때문에 음주운전으로 인해 1회 이상 단속에 적발된 음주운전자만을 대상으로 연구를 수행하였다. 습관적 음주운전자는 재범할 확률이 높기 때문에 본 연구에서는 음주운전 적발자 중 습관적 음주운전자들을 줄이기 위한 대안을 마련하는 것을 목적으로 한다. 음주운전자들을 대상으로 습관적 음주운전 횟수를 조사하고 음주운전행동을 결정하는데 영향을 주는 속성들을 조사하여 요인 분석을 통해 변수를 축약하였으며, 절단 포아송 모형과 절단 음이항 모형을 통해 영향분석을 하였다. 분석결과 자료는 과산포가 있는 음이항 분포를 따르는 것으로 나타났고, 단속및사고의 두려움, 자기반성, 경험적학습, 자기통제력부족, 차량의존도 요인이 유의미하였다.
본 연구는 여성 운전자들의 교통사고 예방을 위한 기초자료를 수집하는 차원에서 운전자들의 운전능력에 대한 지각과 운전 중 경험하는 스트레스 상황에 대하여 살펴보았다. 이를 위해 서울, 경기 지역에 거주하는 자가 운전자 180명을 대상으로 운전자들이 자신들의 운전능력과 타인의 운전능력에 대해서 어떻게 지각하고 있는지를 살펴보았으며, 특히 여성 운전자들이 운전 중에 가장 스트레스를 많이 경험하는 부분이 어디인지를 확인하고자 하였다. 운전능력과 관련하여 살펴보면, 여성운전자들은 남성 운전자들의 운전능력을 과대평가하는 경향이 있는 반면, 다른 여성 운전자들의 능력은 과소평가하는 경향이 나타났다. 여성 운전자들이 운전 중 경험하는 스트레스를 살펴보면, 여성 운전자들은 남성에 비해 운전 중 더 많은 스트레스를 경험하는 것으로 나타났으며, 과속해서 앞지르기, 지연 출발 시 경적 울려대기, 무리한 좌회전 시도, 사거리 무단진입시도, 차로변경 시 타 차량의 비협조 등에서 남자들보다 유의미하게 높은 스트레스를 경험하는 것으로 밝혀졌다. 이러한 결과는 여성들이 운전 능력에 대한 자신감 결여와 함께 운전수행과정에 대한 스트레스도 심하게 느끼고 있음을 보여주고 있다.
소형 냉각재상실사고 발생 후 고압안전주입이 작동하지 않는 경우, 국내 원자력발전소의 확률론적 안전성평가 (Probabilistic Safety Assessment: PSA) 에서 고려한 일차측 급속냉각 (Aggressive Cool Down of Reactor Coolant System)의 수행 가능성에 대한 논란이 있다. PSA분석 결과에 의하면, 일차측 급속냉각을 위해서는 운전원 조치가 전체 노심손상빈도에 큰 영향을 주고 있음을 보여주지만, 현재 작성되어 있는 국내 원자력발전소의 비상 운전절차서에 따르면 PSA 모델시 가정된 성공기준으로 일차측 급속냉각의 수행에 실패할 가능성이 매우 높은 것으로 판단된다. 이에 따라 본 논문에서는 소형 냉각재상실사고로 인한 노심 손상빈도 측면에서 PSA에서 사용한 일차측 급속냉각 성공기준과 인간오류에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 또한 열수력학적 분석을 통해 일차측 급속냉각의 타당성과 성공기준을 재검토했다. 이 결과 일차측 급속냉각의 수행 가능성 여부와 노심 손상빈도에 미치는 영향을 도출하였고 일차측 급속냉각의 성공적 수행을 위한 새로운 성공기준을 제시한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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